Garuda - Garba Rujukan Digital

Article Per Year (5 Year)

All

Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir

urania
Website

Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional

ISSN : - EISSN : - DOI : -

Core Subject : Science,

Materials Science & Nanotechnology

Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir URANIA adalah wahana informasi tentang daur bagan bakar nuklir yang berisi hasil penelitian, pengembangan dan tulisan ilmiah terkait. terbitan pertama kali pada tahun 1995 dengan frekuensi terbit sebanyak empat kali dalam setahun yakni pada bulan Januari, April, Juli dan Oktober.

Arjuna Subject : -

Articles 276 Documents

1 2 3 4 5

KETAHANAN MULUR BAJA SUS 304 HASIL PELAPISAN METAL MATRIX COMPOSITE NiCr+ Cr3C2 DENGAN METODA HVOF Muhammad Luthfi Naufal; Muhammad Waldi; Djoko Hadi Prajitno
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 26, No 1 (2020): Februari, 2020
Publisher : website

KETAHANAN MULUR DAN OKSIDASI SIKLIK BAJA SUS 304 HASIL PELAPISAN METAL MATRIX COMPOSITE NiCr+Cr3C2 DENGAN METODA HVOF. Telah dilakukan proses deposisi Metal Matrix Composite coating 60% NiCr + 30% Cr3C2+ 10% Al2O3 dan 60% NiCr + 40% Cr3C2 dengan menggunakan teknik High Velocity Oxygen Fuel (HVOF) Thermal Spray Coating, pada permukaan baja SUS 304. Tujuan pelapisan untuk meningkatkan ketahanan mulur dan oksidasi siklik dalam aplikasi pipa boiler tubes PLTU. Pengujian creep telah dilakukan pada temperatur 550oC dengan pembebanan sebesar 0.4 σy dan 0.6 σy (yield strength) selama 30240 menit (21 hari). Pengujian oksidasi siklik dengan variasi temperatur 600oC, 700oC dan 800oC selama 1 jam dalam tubes furnace dan pendinginan diluar selama 15 menit dalam 1 siklus dan di lakukan sebanyak 5 siklus. Spesimen coating Metal Matrix Composite (MMC) 3 komponen merupakan coating yang rekomendasikan dalam aplikasi pipa boiler tubes PLTU merupakan laju mulur yang paling rendah sebesar 0.000148917%/jam. Spesimen coating MMC 3 komponen pada temperatur 600oC memiliki perubahan berat oksida, ketebalan coating, dan senyawa oksida yang terbentuk paling rendah.Kata kunci: SUS 304, HVOF Thermal Spray Coating, Metal Matrix Composite, ketahanan mulur, oksidasi siklik.

UJI TAK MERUSAK PELAT ELEMEN BAKAR U3SI2/Al DENSITAS URANIUM 4,8 gU/cm3 MENGGUNAKAN RADIOGRAFI SINAR-X DIGITAL Refa Artika; Rohmad Sigit; Helmi Fauzi Rahmatullah; Supardjo Supardjo; Aslina Br. Ginting
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 26, No 1 (2020): Februari, 2020
Publisher : website

UJI TAK MERUSAK PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2/All DENSITAS URANIUM 4,8 gU/cm3 MENGGUNAKAN RADIOGRAFI SINAR-X DIGITAL. Telah dilakukan uji tak merusak PEB U3Si2/Al densitas uranium 4,8 gU/cm3 pasca iradiasi dengan burn up 20, 40,dan 60 %. Pengujian meliputi pengamatan secara visual, analisis citra radiograf dan pengukuran dimensi menggunakan radiografi sinar-X digital. Uji tak merusak bertujuan untuk mengetahui unjuk kerja, integritas dan kehandalan PEB selama diiradiasi di RSG-GAS. Kehandalan dan kesalamatan bahan bakar selama di reaktor diindikasikan dengan tidak adanya anomali pada hasil pengujian pasca iradiasi. Elemen bakar uji (EBU) terdiridari tiga PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 pasca iradiasi ditransfer dari RSG-GAS ke hotcell 101 IRM melalui kanal hubung Instalasi Penyimpanan Sementara Bahan Bakar Bekas (IPSB3). Selanjutnya EBU ditransfer ke hot cell 103 untuk dilakukan pengujian tak merusak menggunakan radiografi sinar-X digital dengan tujuh kali penembakan sehingga diperoleh hasil citra radiografi dengan resolusi yang baik. Citra radiografi yang dihasilkan dievaluasi lebih lanjut untuk mendapatkan data cacat dan dimensi PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3pasca iradiasi antara lain lebar meat, lebar PEB, jarak meat-cladding, jarak batas meat-cladding sisi kanan kiri pada sisi jauh (SJ) dan sisi dekat (SD). Hasil analisis menggunakan radiografi sinar-X menunjukkan adanya bercak putih pada cladding bagian tengah PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3dengan burn up 20%. Penyebab keberadaan bercak putih tersebut harus dibuktikan dengan menggunakan metode uji merusak salah satunya yaitu analisis metalografi. Sementara itu, PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 dengan burn up 40 dan 60 % tidak ditemukan adanya indikasi cacat permukaan dan cacat lainnya. Data hasil pengukuran dimensi menunjukkan tidak terdapat kerusakan dan perubahan dimensi signifikan yang menunjukkan bahwa integritas bahan bakar tetap terjaga setelah PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 diiradiasi di teras RSG-GAS.Kata kunci: PEB, U3Si2/Al, 4,8 gU/cm3, uji tak merusak, radiografi sinar-X.

PEMODELAN DAN SIMULASI KINERJA PIN UJI BAHAN BAKAR PWR DENGAN UO2 DIPERKAYA Etty Mutiara; Winter Dewayatna; Tri Yulianto
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 25, No 3 (2019): Oktober, 2019
Publisher : website

PEMODELAN DAN SIMULASI KINERJA PIN UJI BAHAN BAKAR PWR DENGAN UO2 DIPERKAYA. Pemodelan dan simulasi pin uji bahan bakar PWR telah dilakukan menggunakan kode komputer termomekanik FEMAXI-6. Simulasi dilakukan untuk memprediksi kinerja pin uji dengan variasi pengayaan pelet UO2. Dari simulasi ini diharapkan akan diperoleh data mengenai pengaruh tingkat pengayaan bahan bakar, fluks netron yang diterima pin uji, durasi iradiasi dan tingkat pencapaian burn-up pada awal terjadinya kontak antara pelet UO2 dengan kelongsong zircaloy (pellet cladding mechanical interaction, PCMI) pada pin uji. Data tersebut selanjutnya akan digunakan sebagai panduan pada perencanaan eksperimen iradiasi di reaktor RSG GAS Batan Serpong. Data masukan yang diterima kode FEMAXI-6 adalah geometri dan jenis material yang akan diiradiasi serta parameter kondisi iradiasi seperti flux neutron atau linear heat rate. Selanjutnya dilakukan perhitungan perpindahan panas, distribusi temperatur, lepasan gas hasil fisi serta tekanan di dalam pin bahan bakar untuk seluruh panjang bahan-bakar dalam pin uji. Distribusi temperatur yang dihasilkan dari modul analisis termal digunakan pada modul analisis mekanik rinci (PCMI, lebar gap). Hasil simulasi menunjukan kecenderungan bahwa semakin besar tingkat pengayaan uranium dalam pelet UO2, semakin cepat kontak pelet-kelongsong terjadi pada penggunaan tingkat pembangkitan daya yang relatif sama, tetapi dengan masukan Linear Heat Rate yang tinggi. PCMI belum terjadi pada iradiasi uranium alam untuk pencapaian 100% burn-up dengan daya penuh sedangkan pada pelet UO2 diperkaya 5%, PCMI telah terjadi pada 900 jam iradiasi meskipun tingkat dayanya sudah diturunkan menjadi separuhnya dengan pencapaian burn-up sekitar 4%.Kata kunci: PRTF, simulasi, pin PWR, FEMAXI, unjuk kerja.

Estimation Of Routine Discharge Of Radionuclides On Power Reactor Experimental RDE P.M. Udiyani; Sri Kuntjoro
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 23, No 1 (2017): Februari 2017
Publisher : website

Experimental power reactor (RDE) which is planned to be constructed by BATAN is a kind of High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) with 10 MWth power. HTGR is a helium gas-cooled reactor with TRISO-coated fuel that is able to confine fission products remained in the core. Although the fission products released into the environment are very small, in order to comply the regulations the study about environmental radiation on normal or routine operation condition need to be performed. Estimation of radiology in the environment involves the source term released into the environment under routine operation condition. The purpose of this study is to estimate the source term released into the environment based on postulation of normal or routine operations of RDE. The research approach starts with an assumption that there are defects and impurities in the TRISO fuel because of limitation during the fabrication. Mechanism of fission products release from the fuel to the environment was created based on the safety features design of RDE. Radionuclides inventories in the reactor were calculated using ORIGEN-2 whose library has been modified for HTGR type, and the assumptions of defects of the TRISO fuel and release fraction for each compartment of RDE safety system used a reference parameter. The results showed that the important source terms of RDE are group of noble gases (Kr and Xe), halogen (I), Sr, Cs, H-3, and Ag. Activities of RDE source terms for routine operations have no significant difference with the HTGR source terms with the same power.Keywords: routine discharge, radionuclide, source term, RDE, HTGR

ANALISIS FASA MINOR DENGAN TEKNIK DIFRAKSI NEUTRON Engkir Sukirman; Herry Mugirahardjo
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 20, No 3 (2014): Oktober 2014
Publisher : website

ABSTRAKANALISIS FASA MINOR DENGAN TEKNIK DIFRAKSI NEUTRON. Keberadaan fasa minor dalam suatu cuplikan telah dianalisis dengan teknik difraksi neutron. Dalam penelitian ini dipilih cuplikan partikel nano Fe (PNF) sebagai objek studi kasus. Langkah pertama adalah menyiapkan cuplikan PNF dengan teknik ball milling. Cuplikan hasil milling selanjutnya disebut FIC2. Keberadaan fasa-fasa yang terbentuk di dalam cuplikan FIC2 dianalisis secara kualitatif dan kuantitatif dengan teknik difraksi neutron resolusi tinggi (HRPD) dan difraksi sinar-X (XRD). Data difraksi dianalisis dengan metode Rietveld memanfaatkan program FullProf dan dilakukan dengan mengacu pada data dukung, yakni ukuran partikel dan sifat magnetik bahan. Kedua jenis data dukung tersebut diperoleh berturut-turut dengan PSA (Particles Size Analyzer) dan VSM (Vibrating Samples Magnetometer). Hasil analisis menunjukkan bahwa kualitas fitting pola difraksi neutron lebih baik dari kualitas fitting pola difraksi sinar-X. Dari data difraksi neutron diperoleh bahwa FIC2 terdiri dari fasa Fe, gFe2O3, dan Fe3O4 berturut-turut sebanyak 78,62; 21,37 dan0,01%. Dari data difraksi sinar-X didapat bahwa FIC2 terdiri dari fasa Fe dan gFe2O3 berturut-turut sebanyak 99,96 dan 0,04%; sedangkan keberadaan fasa Fe3O4 tidak teramati.Dengan teknik difraksi neutron, keberadaan fasa minor dapat ditentukan secara akurat. Kata kunci: difraksi neutron, difraksi sinar-X, fasa minor. ABSTRACT ANALYSIS OF MINOR PHASE WITH NEUTRON DIFFRACTION TECHNIQUE. The presence of minor phases in a sample have been analyzed with the neutron diffraction technique. In this research, the sample of Fe nanoparticles (FNP) has been selected as the object of case study. The first step was to prepare the FNP sample with the ball milling technique. Hereinafter, the sample of milling result was referred FIC2. The presence of phases formed in FIC2 were analyzed qualitatively and quantitatively using the high resolution neutron diffraction (HRPD ) and X-Ray Diffraction (XRD) techniques. The diffraction data were analyzed by means of the Rietveld method utilizing a computer code, namely FullProf and performed by referring to the supporting data, namely particle size and magnetic properties of materials. The two kinds of supporting data were obtained from the PSA (Particles Size Analyzer) and VSM (Vibrating Samples Magnetometer), respectivelly.The analysis result shows that quality of fitting for neutron diffraction pattern is better than the fitting quality for x-ray diffraction pattern. Of the HRPD data were revealed that FIC2 consists of Fe, gFe2O3 and Fe3O4 phases as much as 78.62; 21.37 and 0.01%, respectively. Of the XRD data were obtained that FIC2 consits of Fe and gFe2O3 phases with amount of 99.96 and 0.04%, respectively; the presence of Fe3O4 phase was not observed. With the neutron diffraction technique, the presence of minor phase can be determined accurately. Keywords: neutron diffraction, X-ray diffraction, minor phase.

PREDIKSI SIFAT MATERIAL PRESSURE TRANSMITING MEDIUM PADA QUASI-ISOSTATIC PRESSING MENGGUNAKAN FINITE ELEMENT ANALYSIS Dede Sutarya; Iqbal R. Pamungkas; Hendri Sukma; Agus Sartono; Dedy Hariyadi
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 24, No 3 (2018): Oktober, 2018
Publisher : website

PREDIKSI SIFAT MATERIAL PRESSURE TRANSMITTING MEDIUM PADA QUASI-ISOSTATIC PRESSING MENGGUNAKAN FINITE ELEMENT ANALYSIS. Teknik quasi-isostatik pressing merupakan pengembangan dari isostatic pressing yang dibuat lebih sederhana dan efisien. Quasi-isostatic pressing mampu memberikan efek penekanan triaxial volumetrik sehingga dapat menghasilkan produk dengan densitas yang seragam. Dengan keunggulan tersebut, maka teknik quasi-isostatic pressing digunakan dalam proses fabrikasi bahan bakar bola (pebble fuel) untuk high temperature gas cooled reactor (HTGR). Masalah utama penggunaan teknik quasi-isostatic pressing terletak pada material hiper-elastis sebagai pressure transmitting medium (PTM) untuk mentranser tekanan statis yang seragam ke segala arah pada proses kompaksi. Oleh karena itu, sifat dan karakteristik material PTM yang dibutuhkan untuk quasi-isotatic pressing dengan kondisi batasan proses yang diinginkan harus ditentukan. Pada penelitian ini digunakan Finite Element Analysis (FEA) untuk mempredisksi sifat dan karakteristik (konstanta) material PTM untuk proses quasi-isostatic pressing dengan menggunakan model Mooney-Rivlin 2 dan 3 parameter dan metode single-acting press. Hasil pengukuran FEA diperoleh nilai C10 sebesar 120 MPa, C01 sebesar 49 MPa dan C11 sebesar 10 Mpa, namun demikian,proses quasi-isostatic pressing pada kompaksi serbuk grafit masih belum terjadi secara sempurna. Penelitian lebih lanjut akan dilakukan dengan perbaikan secara numerik dan penggunaan model Mooney-Rivlin 5 hingga 9 parameter menggunakan metode double-acting press.Kata kunci:Quasi-isostatic pressing, pebble fuel, Mooney-Rivlin, pressure transmitting medium, finite element analysis.

PENENTUAN KANDUNGAN ISOTOP 235U DALAM PEB U3Si2-Al TMU 2,96 gU/cm3 UNTUK PERHITUNGAN BURN-UP Boybul Boybul; Yanlinastuti Yanlinastuti; Sutri Indaryati; Iis Haryati; Arif Nugroho
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 21, No 3 (2015): Oktober 2015
Publisher : website

iABSTRAKPENENTUAN KANDUNGAN ISOTOP 235U DALAM PEB U3Si2-Al TMU 2,96 gU/cm3 UNTUK PERHITUNGAN BURN-UP. Pemisahan 235U telah dilakukan di dalam larutan pada bagian atas dari PEB U3Si2-Al tingkat muat uranium (TMU) 2,96 gU/cm3. PEB U3Si2-Al bagian atas dipotong menjadi tiga bagian (Triplo) dengan kode T1, T2 dan T3. Berat masing- masing PEB U3Si2-Al dengan kode T1 = 0,095 g, T2 = 0,086 g dan T3 = 0,087 g kemudian dilarutkan menggunakan HCl dan HNO3 di dalam hotcell. Penelitian ini berujuan untuk mengetahui kandungan isotop 235U dalam larutan PEB U3Si2-Al pasca iradiasi dan selanjutnya digunakanuntuk perhitungan burn-up. Pemisahan isotop 235U dalam larutan PEB U3Si2-Al dilakukan dengan metode kolom penukar anion menggunakan resin Dowex 1x8. Larutan dipipet sebanyak 100 µL, kemudian dimasukkan ke dalam kolom yang berisi resin Dowex dengan berat 1,2 g. Hasil efluen U di dalam kolom dielusi menggunakan HCl 0,1 M, kemudian dikisatkan dan dikenakan proses elektrodiposisi dan selanjutnya dianalisis menggunakan spektrometer-α. Hasil analisis menunjukkan bahwa kandungan isotop 235U diperoleh sebesar T1 = 0,03665 g/g PEB, T2 = 0,003468 g/g PEB dan T3 = 0,03208 g/g PEB dengan recovery pemisahan 63,71%. Kandungan isotop 235U yang diperoleh dari hasil pemisahan digunakan untuk perhitungan burn-up. Hasil perhitungan burn-up PEB U3Si2 – Al bagian atas (T1, T2 dan T3) diperoleh masing-masing sebesar 43,31 %, 45,41 % dan 49,48 % atau dengan burn-up rerata sebesar 45,75 %. Data ini lebih kecil dibandingkan dengan data burn-up PEB U3Si2-Al potongan bagian tengah sebesar 50,69 % yang dilakukan oleh peneliti sebelumnya. Namun data ini belum dapat digunakan sebagai masukan kepada reaktor, karena harus dilengkapi dengan data burn-up PEB U3Si2-Al potongan bagian bawah. Oleh karena itu pada penelitian selanjutnya akan dilakukan perhitungan burn-up PEB U3Si2-Al potongan bagian bawah.Kata kunci: PEB U3Si2-Al pasca iradiasi, top, 235U, penukar anion dan burn-up. ABSTRACTDETERMINATION OF CONTENT OF ISOTOPE 235U IN PEB U3Si2-Al TMU 2.96 gU/cm3 FOR THE CALCULATION OF BURN-UP. 235U separation has been carried out in the solution of PEB U3Si2 - Al with loading of uranium (TMU) 2.96 gU/cm3 at the Top. Top of PEB U3Si2-Al cut into three sections (triplo) with code T1, T2 and T3. Weight of each PEB code T1 = 0.095 g, T2 = 0.086 g and T3 = 0.087 g and dissolved using HCl and HNO3 in hotcell. The purpose of this study was to determine the content of the isotope 235U in the solution PEB U3Si2-Al post-irradiation and subsequently used for the calculation of burn-up. 235U isotope separation in the solution PEB U3Si2 - Al was conducted using an anion exchange column method using Dowex1x8 resin. Pipette solution of 100 mL, and then put into a column containing Dowex resin with a weight of 1.2 g. U effluent results in the column was eluted using 0.1 M HCl, then dried and conducted electro-deposition process and then analyzed using a spectrometer-α. The analysis showed that the content of the isotope 235U obtained at T1 = 0.03665 g/g PEB, T2 = 0.003468 g/g PEB and T3 = 0.03208 g/g PEB with separation recovery of 63.71 %. The content of isotope 235U obtained is used for the calculation of burn-up. burn-up calculation results of PEB U3Si2-Al of Top section (T1, T2 and T3) were obtained respectively by 43.31 %, 49.48 % and 45.41 % or burn-up an average of 45.75 %. This data is smaller than a data burn-up of PEB U3Si2-Al of middle section of 50.69 % conducted by previous researchers. However, this data can not be used as an input to the reactor, due to should be equipped with a data burn-up of PEB U3Si2-Al of bottom section. Therefore, in the nextstudies will be conducted calculation of burn-up PEB U3Si2-Al of bottom section.Keywords: PEB U3Si2-Al post-irradiation, top, 235U, anion exchanger and burn-up.

PENGARUH TEMPERATUR DAN IRADIASI TERHADAP INTERDIFUSI PARTIKEL BAHAN BAKAR JENIS U−7Mo/Al Maman Kartaman Ajiriyanto; Aslina Br. Ginting; Supardjo Supardjo; Boybul Boybul
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 22, No 1 (2016): Februari 2016
Publisher : website

ABSTRAKPENGARUH TEMPERATUR DAN IRADIASI TERHADAP INTERDIFUSI PARTIKEL BAHAN BAKAR JENIS U−7Mo/Al. Paduan U−7Mo/Al memiliki potensi besar sebagai bahan bakar reaktor riset, tetapi bahan bakar ini memiliki beberapa kekurangan antara lain dapat membentuk interaction layer pada antarmuka pada saat proses fabrikasi maupun iradiasi di reaktor melalui mekaniame difusi. Penelitian ini dilakukan untuk mengetahui terjadinya interaction layer yang disebabkan oleh interdifusi atau diffusion couple paduan U−7Mo dengan pelat AlMg2 yang dipanaskan pada temperatur 500 °C dan 550 °C selama 24 jam dalam tungku arc furnace dan tungku DTA pada temperatur 30 °C hingga 1400 °C. Hasil pengamatan mikrostruktur menggunakan Scanning Electron Microscope (SEM) pada sampel diffusion couple hasil pemanasan pada temperatur 500 °C belum terlihat adanya interaction layeratau pembentukan fasa baru antara partikel U−Mo dan matriks Al. Sementara itu, pemanasan pada temperatur 550 °C telah terjadi interdifusi paduan U−7Mo dengan pelat AlMg2 menghasilkan senyawa (U,Mo)Alx pada antarmuka atau interface. Hal ini didukung oleh hasil analisis DTA menunjukkan bahwa paduan U−7Mo/Al pada 500 °C mempunyai kompatibilitas panas yang baik, tetapi diatas temperatur 550 °C telah terjadi perubahan fasa a + d menjadi a + g. Pemanasan hingga 679,14 °C terjadi fasa metastabil U(Al,Mo)x dan selanjutnya mengalami proses interdifusi dengan leburan uranium membentuk interaction layer berupa aglomerat senyawa UAlx (UAl4, UAl3 danUAl2). Aglomerat yang terbentuk dari proses pemanasan secara diffusion couple maupun dalam tungku DTA dibandingkan dengan aglomerat yang terbentuk akibat proses iradiasi. Bahan bakar paduan U−7Mo/Al yang diradiasi dengan burn up 58% mengalami interdifusi antara U−7Mo dengan matriks Al menghasilkan fasa metastabil U(Al,Mo)x yang berubah menjadi layer (U,Mo)Al7, presipitat UMo2Al20, (UMo)Al3−Al dan membentuk boundary atau aglomerat UAlx (UAl4, UAl3 danUAl2). Data ini didukung oleh analisis kekerasan mikro menggunakan Hardness Vickers dilakukan terhadap kelongsong AlMg dan paduan U−7Mo (sebelum dan sesudah pemanasan) serta sampel diffusion couple U−7Mo/Al dengan pelat AlMg2 hasil pemanasan pada temperatur 550 °C. Hasil analisis kerasan mikro yang diperoleh berturut−turut adalah 64,62 dan 340,45 HV (sebelum pemanasan) dan 52,34;303,16 dan 497,34 HV (setelah pemanasan). Dari ketiga sampel uji diperoleh kekerasan paling besar pada zona antarmuka sampel diffusion couple U−7Mo/Al dengan pelat AlMg2, bila dibandingkan dengan kelongsong AlMg2 dan juga paduan U−7Mo. Perbedaan kekerasan ini menunjukkan bahwa pada pengujian interdifusi menggunakan metode diffusion couple menghasilkan senyawa baru (U,Mo)Alx pada zona antarmuka yang memiliki karakter berbeda. Terbentuknya interaction layer tidak diharapkan dalam bahan bakar dispersi U−Mo/Al karena layer senyawa (U,Mo)Alx memiliki kekerasan mikro dan densitas lebih rendah dari pada densitas rata−rata paduan bahan bakar U−7Mo/Al.Kata kunci: U−7Mo/Al, diffusion couple, interaction layer, mikrostruktur, DTA dan kekerasan mikro. ABSTRACTTEMPERATURE AND IRRADIATION EFFECTS TO INTERDIFUSSION OF FUEL MATERIAL U−7Mo/Al TYPE. U−7Mo/Al alloy had great potential as research reactor fuel, but it had several disadvantages, such as, it can formed a interaction layer at the interface during the process of fabrication and irradiation in a reactor. The research objective was determine the interaction layer that was caused by interdiffusion or diffusion couple of U−7Mo with AlMg2 alloy which was annealed at 500 °C and 550 °C for 24 hours. The observation of microstructure used a Scanning Electron Microscope (SEM) on diffusion couple sample which was heated at temperature of 500 °C had not seen the layer interaction or the formation of a new phase between particles of U−Mo and Al matrix, but heating treatment at 550 °C indicated that U−7Mo alloy had been interdiffusion with AlMg2 plate produced (U,Mo) Alx compound on the interfaces. It was evidenced by interdiffusion reaction analysis used DTA that showed that U−7Mo / Al alloy at 500 °C had good heat compactibility, but at temperatures upper than 550 °C it had been phase changed from a + d to a + g phase. The heating in DTA furnace up to 679.14 °C produced U(Al,Mo)x meta stable phase and then interdiffusion process with uranium molten formed layer interaction that formed UAlx compound agglomerates (UAl4, UAl3 and UAl2). Agglomerates was formed from the heating process which was similar to agglomerates that caused by irradiation. U−7Mo / Al Fuel alloy that had 58% burn up had been interdiffusion between U−7Mo with Al matrix produced U(Al,Mo)x metastable phase that turned into (U, Mo) Al7 layer, UMo2Al20 precipitates, (UMo)Al3−Al and formed a boundary or UAlx (UAl4, UAl3 and UAl2) agglomerates.The results of microstructure analysis used SEM and interdiffusion reactions used DTA was supported by the analysis of micro hardness used Vickers Hardness. The results of hardness analysis that was done to AlMg cladding and U−7Mo alloy (before and after heating) and diffusion couple of U−7Mo / Al samples with AlMg2 plate after heating at 550 °C were respectively 64.62 and 340.45 HV (before heating) and 52.34; 303.16 and 497.34 HV (after heating). Diffusion couple U−7Mo/Al with AlMg2 plate samples had the highest hardness value. This hardness difference showed that the interdiffusion test used diffusion couple produced a new compound (U, Mo) Alx in interface zone that had different character, but the formation of interaction layer is not expected in the fuel U−Mo / Al dispersion because micro hardness and density of (U, Mo) Alx compound’s layer was lower than the average density of U−7Mo/ Al alloy.Keywords: U−7Mo/Al, diffusion couple, interaction layer, microstructure, DTA and micro hardness.

PEMERIKSAAN MIKROSTRUKTUR, KOMPOSISI KIMIA DAN KEKERASAN HASIL PENGELASAN PADUAN Al-6061 Masrukan Masrukan
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 15, No 1 (2009): Januari 2009
Publisher : website

Telah dilakukan percobaan untuk mengamati pengaruh pengelasan terhadap kekerasan dan mikrostruktur paduan Al6061. Mula-mula dua potongan pelat paduan Al6061 dilas dengan menggunakan lasan GTAW dan filler dari paduan Al-4043. Pengujian logam hasil pengelasan yang terdiri atas kekerasan, mikrostruktur dan komposisi kimia dipilih pada daerah logam induk, daerah terpengaruh panas (HAZ) dan daerah logam lasan. Dari pengujian kekerasan Rockwell F terlihat bahwa kekerasan tertinggi dicapai pada daerah logam induk yakni sebesar 66,4 RF, kemudian di derah HAZ (56,8 RF) dan logam lasan (54,5 RF). Pada pengamatan mikrostruktur, terlihat bahwa bentuk butir logam induk, HAZ dan logam lasan masing-masing berbentuk cill, columnar dan equiaxial. Dari pengukuran ukuran butir dapat diketahui bahwa ukuran butir pada logam induk, HAZ dan logam lasan masing-masing sebesar 13,5μm, 15,9 μm dan 19,4 μm. Sementara itu, dari analisis komposisi kimia dengan menggunakan SEM-EDS terlihat bahwa kandungan unsur Si dan O tertinggi pada logam lasan, yakni masing-masing sebesar 10,14% dan 6,68 % berat.

ANALISIS MIKROSTRUKTUR DAN KEKERASAN INGOT Zr-1%Sn-(0,1%;1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo DENGAN VARIASI Mo Futichah .; Heri Hardiyanti; Yatno D.A.S .; Ganisa K Suryaman .
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 20, No 2 (2014): Juni 2014
Publisher : website

ABSTRAK ANALISIS MIKROSTRUKTUR DAN KEKERASAN INGOT Zr-1%Sn-(0,1;1%%)Fe-1%Nb-(x%)Mo DENGAN VARIASI Mo. Untuk memenuhi persyaratan derajat bakar yang tinggi dari elemen bakar maka harus diikuti peningkatan unjuk kerja kelongsong bahan bakar sehingga perlu dilakukan pengembangan material kelongsong berbasis Zr. Tujuan dalam penelitian ini adalah untuk mempelajari pengaruh penambahan Mo terhadap mikrostruktur dan kekerasan paduan Zr-1%Sn-(0,1%;1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo. Analisis dilakukan pada sampel paduan Zr-1%Sn-0,1%Fe-1%Nb dan Zr-1%Sn-1%Fe-1%Nb serta kedua paduan yang masing-masing sudah ditambah dengan Mo dengan variasi antara 0,1% - 1,0%. Pengamatan mikrostruktur dengan alat mikroskop optik dan uji kekerasan menggunakan Micro Vickers Hardness. Hasil yang diperoleh pada penelitian ini adalah diameter butir paduuan Zr-1%Sn-(0,1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo terhadap perubahan komposisi Mo menunjukkan bahwa semakin tinggi kadar Mo menyebabkan penurunan diameter butir dan peningkatan kekerasan. Penambahan Mo diatas 0,3% peningkatan kekerasannya rendah dan cenderung stabil sehingga penambahan Mo diatas 0,3% kurang efektif. Pada paduan Zr-1%Sn-(1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo, penambahan Mo yang paling efektif adalah maksimum 0,5%. Kata kunci : mikrostruktur, kekerasan , kekuatan mekanik, paduan Zr-Sn-Fe-Nb. ABSTRACT MICROSTRUCTURE AND HARDNESS ANALYSIS OF Zr-1%Sn-(0,1%;1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo INGOT WITH VARIATION OF Mo. To meet the requirements of high burnup of the fuel element, it must be followed by the increase performance of fuel cladding material. So , the development of Zr-based cladding materials should be done. The purpose of this research is to study the influence of Mo addition on the microstructure and hardness of Zr-1%Sn-(0,1%;1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo alloy. Analyses were performed on Zr-1%Sn-0.1%Fe-1%Nb and Zr-1%Sn-1%Fe-1%Nb alloy. Mo was added to both of the samples with variations between 0, 1% - 1.0% and each sample was also analyzed. Microstructural observations were done using optical microscopy and hardness test using Vickers Micro Hardness Tester. The results of the experiment show that the grain diameter of Zr-1%Sn-(0.1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo alloy is changing along with the changes of Mo composition. The more addition of Mo cause decrease in grain diameter and increase the alloy hardness. It is also observed that the addition of Mo above average 0.3%, the increase in hardness is not significant and tend to be stable. The addition of Mo above 0.3% is not effective. As for the Zr-1%Sn-(1%)Fe-1%Nb-(x%)Mo alloy, the most effective amount of Mo addition is 0.5%. Keywords: microstructure, hardness, mechanical strength, Zr-1%Sn-(0,1%;1%)Fe-1%Nb- (x%)Mo Alloy.

Page 2 of 28 | Total Record : 276

1 2 3 4 5

Filter by Year

2008 2022

Filter By Issues

All Issue Vol 28, No 3 (2022): OKTOBER, 2022 Vol 28, No 2 (2022): JUNI, 2022 Vol 28, No 1 (2022): Februari, 2022 Vol 27, No 3 (2021): Oktober, 2021 Vol 27, No 2 (2021): Juni, 2021 Vol 27, No 1 (2021): Februari, 2021 Vol 26, No 3 (2020): Oktober, 2020 Vol 26, No 2 (2020): Juni 2020 Vol 26, No 1 (2020): Februari, 2020 Vol 25, No 3 (2019): Oktober, 2019 Vol 25, No 2 (2019): Juni, 2019 Vol 25, No 1 (2019): Februari, 2019 Vol 24, No 3 (2018): Oktober, 2018 Vol 24, No 2 (2018): Juni, 2018 Vol 24, No 1 (2018): Februari, 2018 Vol 23, No 3 (2017): Oktober 2017 Vol 23, No 2 (2017): Juni 2017 Vol 23, No 1 (2017): Februari 2017 Vol 22, No 3 (2016): Oktober 2016 Vol 22, No 2 (2016): Juni 2016 Vol 22, No 1 (2016): Februari 2016 Vol 21, No 3 (2015): Oktober 2015 Vol 21, No 2 (2015): Juni 2015 Vol 21, No 1 (2015): Februari 2015 Vol 20, No 3 (2014): Oktober 2014 Vol 20, No 2 (2014): Juni 2014 Vol 20, No 1 (2014): Februari 2014 Vol 19, No 3 (2013): Oktober 2013 Vol 19, No 2 (2013): JUNI 2013 Vol 19, No 1 (2013): Februari 2013 Vol 18, No 3 (2012): Oktober 2012 Vol 18, No 2 (2012): Juni 2012 Vol 18, No 1 (2012): Februari 2012 Vol 17, No 3 (2011): Oktober 2011 Vol 17, No 2 (2011): Juni 2011 Vol 17, No 1 (2011): Februari 2011 Vol 16, No 4 (2010): Oktober 2010 Vol 16, No 3 (2010): Juli 2010 Vol 16, No 2 (2010): April 2010 Vol 16, No 1 (2010): Januari 2010 Vol 15, No 4 (2009): Oktober 2009 Vol 15, No 2 (2009): April 2009 Vol 15, No 1 (2009): Januari 2009 Vol 14, No 4 (2008): Oktober 2008 Vol 14, No 3 (2008): Juli 2008 Vol 14, No 2 (2008): April 2008 Vol 14, No 1 (2008): Januari 2008 More Issue

Home Page

OAI Link

Editorial Team

Contact

Reviewer

Google Scholar

Contact Name
-

Contact Email
-

Phone
-

Journal Mail Official
-

Editorial Address
-

Location
Kota adm. jakarta selatan,

Dki jakarta

INDONESIA

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Home Page

OAI Link

Editorial Team

Contact

Reviewer

Google Scholar

Contact Name -

Contact Email -

Phone -

Journal Mail Official -

Editorial Address -

Location Kota adm. jakarta selatan, Dki jakarta INDONESIA

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Contact Name
-

Contact Email
-

Phone
-

Journal Mail Official
-

Editorial Address
-

Location
Kota adm. jakarta selatan,

Dki jakarta

INDONESIA